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論文

A Comparison between divertor heat loads in ELMy and HRS H-modes on JFT-2M

川島 寿人; 上原 和也; 西野 信博*; 神谷 健作; 都筑 和泰; Bakhtiari, M.; 永島 芳彦*; 小川 宏明; 星野 克道; 鈴木 貞明; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.907 - 908, 2004/11

JFT-2Mにおいて、2次元${it D}$$$alpha$$放射,ダイバータ電子温度及びイオン飽和電流などの高速計測を初めて実施し、高リサイクリング定常(HRS)H-mode及びELMy H-mode放電時のダイバータ熱負荷を比較した。HRS H-mode時のダイバータ熱負荷は、ELMy H-mode放電中の熱負荷を時間平均したレベルまで減ぜられており、ELMの瞬間の大きな熱負荷を避けられることがわかった。また、ELMは熱と粒子両者の急激な輸送増大であるのに対し、${it D}$$$alpha$$放射増大を伴うHRS H-modeは、粒子輸送の増大が支配的であることもわかった。

論文

${bf E}$ $$times$$ ${bf B}$-drift, current, and kinetic effects on divertor plasma profiles during ELMs

Rognlien, T. D.*; 嶋田 道也

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.1000 - 1004, 2003/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.5

周辺局在モード(Edge Localised Mode, ELM)による熱負荷の低減は、核融合炉の第一壁設計において重要な課題である。ELMが発生すると、ペデスタルの高温高密度のプラズマがスクレイプオフ層に押し出される。イオンは電子に比べて磁力線方向の動きが遅いので、磁力線方向にプレシース電場が発生し、イオンを加速する。回転変換が存在するので、プレシース電場はポロイダル方向の電場となり、トロイダル磁場の中で高温高密度プラズマは径方向に移動する。この移動距離は、ITERの場合径方向の移動距離は1cm程度と予測されるが、プラズマの場所によって電場の大きさが異なるので、ELMの熱流束が拡散する可能性もある。径方向に1cm程度であれば、ダイバータ板の上では3cm程度となるので、無視できない効果である。二次元のダイバータ輸送コードUEDGEを用いてITERにおける効果を定量的に予測し、報告する。

論文

High heat load test of CFC divertor target plate with screw tube for JT-60 superconducting modification

正木 圭; 谷口 正樹; 三代 康彦; 櫻井 真治; 佐藤 和義; 江里 幸一郎; 玉井 広史; 逆井 章; 松川 誠; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.171 - 176, 2002/11

 被引用回数:15 パーセンタイル:27.23

日本原子力研究所では、JT-60改修計画として、臨界プラズマ条件クラスのプラズマを電流拡散時間よりも十分長く維持することが可能な超伝導トカマク装置を検討している。この改修装置のダイバータターゲット開発のため、高い熱除去効率が期待されるスクリュウ管を採用した直接冷却ダイバータターゲットの試験体を製作し、耐熱試験及び熱伝達特性の評価を行った。試験体構造は、直接M10ネジ穴(スクリュウ構造)を加工したCu-Cr-Zrのヒートシンクに無酸素銅(OFHC)間挿材を挟み、CFCタイルと一体で銀ロウ付けしたものである。熱負荷試験条件は、1MW/m$$^{2}$$~13MW/m$$^{2}$$で、それぞれ30秒間入射を行った。また、冷却水の流速は、4m/s(0.93MPa),5.6m/s(0.88MPa),8m/s(0.74MPa)と変化させた。試験体に取り付けた熱電対の温度とFEMの解析結果とを比較することにより、スクリュウ管の熱伝達係数を評価した。解析に用いた熱伝達係数は、評価式の確立した平滑管の2倍,3倍,4倍とした。その結果、上記3つの冷却条件において、スクリュウ管の熱伝達係数は、平滑管の約3倍となることがわかった。これは、スクリュウ管の1.5倍に相当する。熱サイクル試験では、10MW/m$$^{2}times$$15秒,1400回の照射においても熱電対の温度変化に異常は見られず、ロウ付け部の損傷もなかった。

論文

Erosion of newly developed CFCs and Be under disruption heat loads

中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; J.Linke*; R.Duwe*; H.Bolt*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.730 - 735, 1996/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.41

国際熱核融合実験炉(ITER)のような大型トカマク装置では、ダイバータ板の寿命を予測するためにはディスラプションによる表面材料の損耗を評価することが不可欠である。そこで、電子ビームを用いてプラズマ対向材料の損耗量を評価した。試験に供した試料は、低原子番号材料であるベリリウム及び高熱伝導の炭素せんい強化複合材(CFC材)である。特にCFC材は、スパッタリング特性を改善する目的でB$$_{4}$$Cを含浸させた材料及び高引っ張強度を有する三次元CFC材を新たに開発し、試験を行った。電子ビームの熱負荷条件は、ディスラプション時に予測される2000MW/m$$^{2}$$、2msである。試験の結果、B$$_{4}$$Cの含有量が5%までは損耗量が増加しないことが明らかとなった。

論文

Thermal response of bonded CFC/OFHC divertor mock-ups for Fusion Experimental Reactors under large numbers of cyclic high heat loads

荒木 政則; 秋場 真人; 大楽 正幸; 飯田 一広*; 伊勢 英夫*; 関 昌弘; 鈴木 哲; 横山 堅二

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.901 - 908, 1992/09

次期核融合実験炉用プラズマ対向機器は、プラズマからの高熱負荷を繰り返し受ける受熱機器である。工学的な観点からプラズマ対向機器を考えた場合、アーマ材と冷却構造体との接合特性を評価することが重要である。このため、異った炭素系材料をアーマとして取り付けたダイバータ試験体を製作し、次期核融合実験炉ITER/FERで予想される等価な熱流束を原研の粒子工学試験装置で模擬した熱サイクル実験を行った。実験の結果、CFCをアーマ材として取り付けた接合体において、10MW/m$$^{2}$$定常、1000サイクルの熱サイクルに損傷なく耐えることを確認した。さらに、12.5MW/m$$^{2}$$定常、1000サクイルの熱サイクル実験では、実験後の接合体観察において微小破損が接合部に確認されたが、表面温度の上昇等の変化なく、本接合体が耐え得ることを確認した。また、残留応力解析では、製作後のダイバータ試験体観察結果をよく予測しており、十分妥当であることが明らかとなった。

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